使用済燃料中間貯蔵のためのTK-26型輸送貯蔵兼用容器

■特集：資源・エネルギー
FEATURE : Natural Resources and Energy
（解説）
使用済燃料中間貯蔵のためのTK-26型輸送貯蔵兼用容器
TK-26 Transport and Storage Packaging for Interim Storage of Spent Fuels
下条　純＊1
Jun SHIMOJO
赤松博史＊1
Hiroshi AKAMATSU
谷内廣明＊2（工博）
横江　大＊2
Dr. Hiroaki TANIUCHI
Dai YOKOE
The safety requirements for the dry storage of spent fuel have become increasingly stringent.
This change has led to the development of the TK-26 transport and storage package, based on its
predecessor, the TN24. The TK-26 has a new structure that ensures greater safety, while maintaining a
large fuel storage capacity and excellent economic advantage. The TK-26 structure features a borated
aluminum basket that has been newly developed focusing on pressurized water reactor (PWR) fuels.
This has enabled the designing of a new basket that is compact, ensures sub-criticality and has higher
structural strength with sufficient heat transfer capability. The TK-26 structure also includes measures
against the multiplying effect of impact acceleration by slap-down testing and the delayed impact
of contents in vertical drop testing, including the 9m drop tests required by the regulations. The
effectiveness of these measures has been confirmed through a drop test using a 1/3 scale model, which
has verified the validity of the structural safety analysis. The demand for the transport and storage
casks is expected to grow. A study is being conducted to standardize the design of the packages and
thus to ensure the flexibility and stability of their supply.
まえがき＝原子炉から取り出された使用済燃料は一般的
お，東京電力㈱福島第一原子力発電所で運用されていた
に，
“キャスク”と呼ばれる容器により輸送あるいは貯
乾式貯蔵容器は，2011年の東日本大震災で津波の被害に
蔵される。この容器は用途によって，輸送容器，貯蔵容
あったにもかかわらず，容器の安全性が保持されていた
器および輸送貯蔵兼用容器に分類される。日本国内では
ことが確認されている。
近年，使用済燃料を高い安全性を保持しながら乾式貯蔵
最近では，燃料の収納効率をさらに高めた鍛造タイプ
することができ，かつ貯蔵後の輸送も可能な輸送貯蔵兼
の容器としてTK-69型輸送貯蔵兼用容器（図 2 ）の開発
用容器の需要が高くなっている。
を行った。この容器はBWR燃料用に開発したものであ
当社はこれまでに，鍛造タイプの容器（TK型容器シ
り，BWR燃料を69体収納可能である。
リーズ）をはじめとする様々なタイプの容器を開発して
これらの設計をベースに，さらに安全性および経済性
1）
きた。そのなかで，TK-26型輸送貯蔵兼用容器は最新
を高めた鍛造タイプの輸送貯蔵兼用容器として開発した
の技術を用いて開発した鍛造タイプの容器であり，加圧
水型軽水炉で使用された燃料集合体（PWR燃料）を26
体収納することができる。ここでは，TK-26に採用した
新しい技術と併せてこの容器の概要を紹介する。
1 . TK型輸送貯蔵兼用容器の概要
1. 1　開発の歴史
TK型容器は鍛造炭素鋼製の本体からなる鍛造タイプ
の容器であり，当社ではこれまでにいくつかのTK型容
器を設計開発してきた。
TK型輸送貯蔵兼用容器は，1985年にTN International
と当社が共同開発したTN24輸送貯蔵兼用容器のプロト
タイプ（PWR用）を原型としている。その後，TN24を
ベースにして国内で最初の乾式貯蔵容器（沸騰水型軽水
炉（BWR）燃料用）を開発し，東京電力㈱福島第一原
子力発電所において1995年より 9 基の使用済燃料の貯蔵
に使用された。本乾式貯蔵容器の構成を図 1 に示す。な
＊1
図 1 東京電力㈱向け乾式貯蔵容器の構成
Fig. 1 Structure of dry storage packaging for Tokyo Electric Power
Company
機械事業部門　産業機械事業部　機器本部　機器工場　＊ 2 トランスニュークリア株式会社
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KOBE STEEL ENGINEERING REPORTS/Vol. 64 No. 1（Apr. 2014）
めたものである。
当社の鍛造タイプの容器は，図 1 および図 2 に示すと
おり共通の基本構造を有する。すなわち，鍛造炭素鋼か
らなる本体および蓋によって放射性物質を閉じ込めると
ともに主にガンマ線を遮蔽し，その周囲に配置されたレ
ジン材料によって主に中性子を遮蔽する。また，中性子
遮蔽材の間に設置されている銅フィンによって除熱を促
す構造である。
容器の内部には，ほう素添加アルミニウム合金からな
る格子構造のバスケットが挿入されており，その格子内
に燃料集合体が装荷される。バスケットの格子で使用済
燃料の位置を保持するとともに，ほう素添加アルミニウ
ム合金中のほう素10によって中性子を吸収することによ
り，容器の未臨界性を維持する構造である。
さらに，輸送時の事故を想定した設計条件として 9 m
落下試験があり，落下した際の衝撃加速度を低減する目
的で容器の上下部に緩衝体を設置している。
2 . TK-26型輸送貯蔵兼用容器の特徴
TK-26は，上記のとおりTN24をはじめとする多くの
乾式容器の設計，製造，運用の実績をベースとしながら，
さらに進んだ輸送貯蔵兼用容器として開発したものであ
る。経済的優位性を確保しながら，最高レベルの収納体
図 2 TK-69型輸送貯蔵兼用容器の構成
Fig. 2 Structure of TK-69 type transport and storage packaging
表 1 輸送貯蔵容器に対する安全機能要求
Table 1 Functional requirements of safety for transport and
storage packaging
数および高い安全性を有する新しい構造設計を採用して
いる。
また，近年の輸送貯蔵兼用容器は，万一，貯蔵中ある
いは貯蔵後に密封機能に異常が生じた場合でも安全な輸
送を可能とする対応策として，輸送用三次蓋を使用する
ことが主流になっている。TK-26も輸送時に三次蓋を用
いる設計としている。
表 2 にTK-26の設計仕様の概要を示す。また，図 3 に
TK-26の輸送状態の構成および図 4 にバスケットの外観
を示す。
TK-26の大きな特徴の一つは，新たに開発したほう素
添加アルミニウム合金を用いたPWR燃料用のバスケッ
ト構造である。この新材料を使用することにより，十分
のがTK-26であり， 2 章で詳述する。
表 2 TK-26型輸送貯蔵兼用容器の設計仕様
Table 2 Design specifications for TK-26 transport and storage
packaging
1. 2　要求機能と基本構造
輸送貯蔵兼用容器には，貯蔵容器としての最長60年間
にわたる安全機能の長期健全性に加えて，輸送容器とし
ての安全機能の健全性が要求される。
具体的には，安全機能としては，①除熱機能，②密封
機能，③遮蔽（しゃへい）機能および④未臨界注 1 ）維持
機能であり，さらにこれらの安全機能を維持するため，
貯蔵時の耐震性および輸送時の 9 m落下試験などに対す
る構造健全性が要求される。表 1 はこれらの安全機能に
対する要求仕様および構造健全性についての概要をまと
脚注 1 ）容器内に収納されている燃料が核分裂連鎖反応を起こさ
ない安定な状態をいう。
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図 3 TK-26型輸送貯蔵容器の構成（輸送状態）
Fig. 3 Structure of TK-26 type transport and storage cask (transport
condition)
図 5 1 %B-A3004N-H112を使用した新型バスケットの概念図
Fig. 5 Conceptual view of new type basket using 1%B-A3004NH112
2 種類の異なる中性子遮蔽材を用いることにより可能と
なる。
2. 1　新型バスケットの設計
当社が従来採用してきたバスケット材料はA6061材に
約 1 %のほう素を添加した 1 %B-A6061-T651の圧延材 3 ）
である。この材料は2009年に日本機械学会金属キャスク
構造規格（2007年版）4 ）の事例規格として登録された材
料である。
その後，2013年に新たにA3004系の材料に約 1 %のほ
う素を添加した 1 %B-A3004N-H112の押出材 5 ）を開発
し，同様に日本機械学会金属キャスク構造規格（2007年
版）の事例規格として登録された。この材料は
1 %B-A6061-T651に比べて高温強度に優れている。ま
図 4 TK-26の新型バスケットの外観
Fig. 4 Appearance of new basket for TK-26
た，押出材であるため様々な立体的な断面形状の部品を
製造することができ，とくにPWR燃料用のバスケット
に必要な水ギャップ注 4 ）を一つの部品で形成することが
な伝熱性能を確保しながら高い構造強度および未臨界維
できる。その結果，容器の未臨界性を維持するとともに
持性能を有する，非常にコンパクトなバスケットの設計
高い構造強度を確保し，さらに必要な伝熱性能を有する
が可能となった。
非常にコンパクトなバスケットの設計が可能となってい
そのほかの特徴として， 9 m落下試験における傾斜落
る。この新型バスケット構造の概念図を図 5 に示す。
下時
注2）
の衝撃加速度の増倍効果および垂直落下時の内
部収納物（バスケット，燃料集合体）の遅れ落下による
衝撃（遅れ衝撃
注3）
2. 2　9 m落下試験に対する新たな対策
前述のように，輸送貯蔵兼用容器には 9 m落下試験が
）への対策が挙げられる。内部収納
要求され，想定されるいかなる落下姿勢においても構造
物の遅れ衝撃力を蓋から緩衝体にスムーズに伝えるよう
健全性を維持することが求められる。代表的な落下姿勢
に，また，必要な構造強度を維持しながら重量増加を最
として通常，水平，垂直およびコーナ落下姿勢の条件で
低限に抑えるよう，フランジ部分（蓋ボルトの締結部）
評価されるが，近年，これらの落下条件に加えて傾斜落
の設計を最適化している。
下が注目されている。この条件では蓋部への衝撃加速度
さらなる特徴として，ますます増加する多様な乾式貯
が水平落下よりも大きくなる場合があることが指摘され
蔵の需要に対応するために，容器設計の柔軟性を確保す
ているためである。また，頭部垂直落下における燃料な
ること，また，容器を安定的に供給するために設計の標
どの内部収納物の遅れ衝撃が容器の構造健全性に与える
準化についても考慮していることが挙げられる。これは
影響についても着目されつつある。
脚注 2 ）傾斜落下とは，水平姿勢から容器の底部側が下になるよ
器のフランジ構造および蓋構造に加えて緩衝体の構造に
うに数度傾いた姿勢で落下させる落下条件である。底部
緩衝体が接地して生じる回転エネルギーが容器の蓋側に
付加されて大きな衝撃加速度が生じる。
TK-26では，これらの注目されている事象に対し，容
も設計上の改良を加えることにより，容器の構造健全性
脚注 4 ）通常，未臨界維持設計では，安全側の設計とするために
脚注 3 ）頭部垂直落下時の遅れ衝撃とは，燃料集合体などの内部
新燃料の装荷状態を設計条件とする。PWR燃料の未臨界
収納物が容器本体の着地から僅かな時間遅れをともない
性を維持するためには，燃料と燃料の間に隙間を設ける
一次蓋に衝突して大きな衝撃加速度を与える事象である。
必要がある。臨界解析では容器の胴内を満水とした状態
9 m落下が始まる瞬間に一次蓋のばね効果により内部収
が最も厳しい条件となることから，この隙間を“水ギャ
納物が浮き上がることにより生じる 2 ）。
ップ”と呼んでいる。
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KOBE STEEL ENGINEERING REPORTS/Vol. 64 No. 1（Apr. 2014）
を維持することを可能としている。
このような設計の有効性を確認するために， 1 / 3 ス
ケールモデルによる落下試験を実施し，衝撃加速度およ
び緩衝体の変形量が妥当な範囲に収まることを確認して
いる。 9 m傾斜落下試験の様子を図 6 に示す。
なお当社は，これらの落下試験をベースにした落下解
析手法も確立している 6 ），7 ）。
2. 3　燃料仕様に対する設計の柔軟性
使用済燃料用の容器に使用される中性子遮蔽材として
図 8 kobesh EPRレジンの外観
Fig. 8 Appearance of kobesh EPR
は，水素などの軽元素を高い比率で含有する材料が使用
される。これは，使用済燃料から放出される高いエネル
ギーを持った中性子が軽元素と衝突して減速されること
2. 3. 1　Vyal BとEPRの違い
によって遮蔽されるためである。
これら 2 種類の中性子遮蔽材は異なる特徴を持つ材料
TM 注 5 ）
TK-26では，中性子遮蔽材としてTN Vyal B
（以
である。
下，Vyal Bという）およびkobesh EPRTM 注 6 ）
（以下，
Vyal Bはビニルエステルをベースにしたレジン材料
EPRという）の 2 種類の材料を使用することができる。
である。容器本体に直接鋳込むことが可能であり，また，
Vyal BはTN-Internationalで開発された材料であり，
成形型を用いてあらかじめブロック成形することも可能
EPRは当社が開発した材料である。
である。この材料は比較的硬い表面を持ち，密度は約
これらの材料を国内の輸送貯蔵兼用容器に使用するた
1.8g/cm3と比較的大きい。
めには，密度および熱物性などの一般的な材料データだ
一方，EPRはエチレンプロピレンゴムをベースにした
けでなく，長期使用期間中の熱劣化による重量低減率，
材料であり，容器本体に直接鋳込むことはできず，プレ
放射線による影響などのデータが必要となるが，これら
スによる加熱成形によりあらかじめブロックに成形する
8）
の材料データは既に取得済である。評価試験に用いた
必要がある。ゴム系の材料であることから柔軟性があ
Vyal BおよびEPRの外観をそれぞれ図 7 および図 8 に
り，放射線のストリーミングを無視できるほどEPRブロ
示す。
ックと銅の伝熱フィン間との隙間を十分小さくすること
ができる。密度が低く（約1.2g/cm3）非常に軽い材料で
ある。
2. 3. 2　Vyal BとEPRの遮蔽性能
使用済燃料からの放射線は中性子とガンマ線であり，
これら 2 線種の放射線をバランスよく遮蔽する必要があ
る。中性子遮蔽については前述のとおり水素などの軽元
素が有効であるが，ガンマ線遮蔽には密度の高い材料が
有効である。
Vyal BとEPRを比較すると，体積当たりの水素含有
率はEPRが30%程度高く，密度はVyal Bが30%程度高い。
したがって，同じ遮蔽厚さであれば，EPRはVyal Bよ
りも重量が軽く中性子の遮蔽性能に優れている。他方，
Vyal Bは重量が重く中性子遮蔽性能としては若干劣る
図 6 9 m落下試験（傾斜落下）
Fig. 6 9 m drop test (slap-down condition)
もののガンマ線遮蔽に優れているという特徴がある 9 ）。
2. 3. 3　容器設計への適用
使用済燃料の中性子およびガンマ線の線源強度は，燃
焼度注 7 ）と冷却年数によって異なる。一般的には，燃焼
度が高いほど中性子およびガンマ線源強度ともに高くな
る。とくに中性子源強度はその傾向が顕著である。また，
ガンマ線源強度は最初の数年間は高い比率で減衰する
が，中性子源強度は冷却年数による減衰は比較的小さ
い。
容器の遮蔽設計においては，重量および寸法制限を考
図 7 Vyal Bレジンの外観
Fig. 7 Appearance of Vyal B resin
脚注 5 ）TN Vyal BはTN-Internationalの商標である。
脚注 6 ）kobesh EPRは当社の商標である。
慮しながら中性子およびガンマ線を適切に遮蔽すること
が重要である。これらの線源強度の組み合わせと使用す
脚注 7 ）燃料が原子炉内でどの程度核分裂反応（燃焼）を起こし
たかをあらわす物理量。
神戸製鋼技報/Vol. 64 No. 1（Apr. 2014）
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図 9 線源強度の組合せと中性子遮蔽材の概念図
Fig. 9 Conceptual image of neutron shielding materials depend on
source intensity combination
る中性子遮蔽材を模式的に表現した概念図を図 9 に示
す。この図で示すように，これら 2 種類の中性子遮蔽材
の特徴を考慮してうまく使い分けることにより，異なる
燃料仕様に対して容器本体の構造を大きく変更すること
なく柔軟性のある多様な容器設計が可能となる。
むすび＝TN24をはじめとした長期にわたる鍛造タイプ
容器の開発，設計および製造経験をベースとしてTK-26
型輸送貯蔵兼用容器を開発した。この容器には新たに開
発したほう素添加アルミニウム合金押出材を用いたコン
パクトなバスケット設計を採用しており，PWR燃料を
26体収納できる。さらに，中性子遮蔽材としてVyal B
あるいはEPRを採用することにより，様々な燃料仕様に
柔軟に対応した容器設計が可能である。
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参　考　文　献
1 ）谷内廣明ほか. R&D神戸製鋼技報. 1995, Vol.53, No.3, p. 2 -6.
2 ） F. Shigeyoshi et al. Behaviour of the Contents of the Spent
Fuel Package during the 9 m Vertical Drop Test with Lid
side Downwards. Proceedings of 17th International
Symposium on the Packaging and Transportation of
Radioactive Material（PATRAM）
. 2013.（DVD）
.
3 ） J. Shimojo et al. Development of Borated Aluminum
Material for Basket of Transport/Storage Casks. Proceedings
of 15th International Symposium on the Packaging and
Transportation of Radioactive Material（PATRAM）
. 2007.
（DVD）
．
4 ）日本機械学会. JSME S FA1-2007 使用済燃料貯蔵施設規格　金属キャスク構造規格（2007年版）
. 2008.
5 ） J. Shimojo et al. Development of Extruded Borated
Aluminum Material for Basket of Transport/Storage Casks.
Proceedings of 16th International Symposium on the
Packaging and Transportation of Radioactive Material
（PATRAM）
. 2010.（DVD）．
6 ） J. Shimojo et al. Drop test experimental results of 1 / 3
scale model for TK type transport and storage cask.
Proceedings of 17th International Symposium on the
Packaging and Transportation of Radioactive Material
（PATRAM）
. 2013.（DVD）
.
7 ） N. Kageyama et al. Drop Test Analysis of 1 / 3 Scale TK
Type Transport and Storage Cask. Proceedings of 17th
International Symposium on the Packaging and
Transportation of Radioactive Material（PATRAM）
. 2013.
（DVD）
.
8 ） A. Oishi et al. Evaluation of Neutron Shielding Materials,
TN Vyal BTM And Kobesh EPRTM Resin for Interim Storage
Casks. Proceedings of 17th International Symposium on the
Packaging and Transportation of Radioactive Material
（PATRAM）
. 2013.（DVD）
.
9 ） H. Taniuch et al. Development of TK-26, new generation
transport and storage cask for PWR spent fuels.
Proceedings of 17th International Symposium on the
Packaging and Transportation of Radioactive Material
（PATRAM）
. 2013.（DVD）
.
KOBE STEEL ENGINEERING REPORTS/Vol. 64 No. 1（Apr. 2014）

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